• 한국소성가공학회:학술대회논문집
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• 한국소성가공학회 2000년도 춘계학술대회논문집
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• pp.171-178
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• 2000

In order to evaluate the tensile behaviors of hoop direction for the nuclear fuel cladding tubes the shapes of specimen and jig fixtures for the ring test are decided with various conditions under the elastic-large plastic deformations. The axial displacement of the jig cylinders is converted to the circumferential direction elongations of specimen. The stress distributions on specimen are depended on the radii and locations of specimen and jig size and central angle. Therefore we calculated the stress distributions and decided the optimum shapes to get the uniform stress in the area of specimen gage length. Form the analysis the stress distributions in gate area are reviewed with the radii and location of specimen notch and the central angle of jig cylinder,. The optimum shapes of specimen and jig are proposed to the clad tube having 10.62 mm in diameter and 0.63mm in thickness for 16x16 PWR nuclear fuel assembly.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2019년도 춘계학술논문요약집
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• pp.80-81
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• 2019

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권1호
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• pp.22-33
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• 1987

원자력 발전소에 있어서 정상가동 상태나 이상동작시에 핵연료 피복관의 건전성 확보와 연관하여 피복재의 항복거동은 중요한 문제이다. 급격한 출력상승 상황에서 이산화 우라늄 소결체와 피복관 사이의 노내 조사거동의 차이는 소결체와 피복관 사이에 Contact Pressure를 야기 시킨다. 만일 이 Contact Pressure가 Zircaloy 피복관의 Yield Pressure에 도달하면 피복관에는 영구변형이 일어난다. 이 변형은 원자로의 출력이 정상상태로 회복되더라도 존재하므로 소결체와 피복관 사이의 Gap을 증대시킨다. 이러한 상황을 묘사하기 위해 본 논문에서는 구리 Mandrel과 Zircaloy사이의 열팽창 차이를 이용하는 Mandrel 팽창 실험을 실행했다. 실험 결과 측정된 Zircaloy 피복관의 외경 팽창치와 본 논문에서 유도된 수학적 관계식들을 이용하여 온도에 따른 Zircaloy 피복관의 내부항복압력과 항복응력, 피복재의 항복에 따른 핵연료 소결체와 피복관 사이의 Gap 증대를 구하고, 항복 거동에 따른 온도의 영향을 보기 위해 항복과정의 활성화 에너지를 구했다. 본 실험과 분석에서 얻어진 이들 결과들은 다른 실험 결과들과 상당히 일치하였으며, 이것으로 볼 때 본 논문에서 유도된 관계식들과 Mandrel 팽창 실험이 Zircaloy 피복관의 항복거동과 Gap Expansion 측정에 신뢰성이 있음을 알 수 있었다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2007년도 춘계학술대회논문집
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• pp.361-365
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• 2007

우라늄을 내장한 연료봉은 핵분열이 일어나는 우라늄 펠렛(pellet)을 1차적으로 차폐하는 중요한 구조물이다. 연료봉은 원자로 내에서 유체유발진동에 의해 손상될 수 있으며, 본 연구에서는 유동유발진동 특성을 예측하기 위해 핵연료봉의 동특성 규명을 위한 모드해석을 수행하였다. 핵연료봉의 진동특성을 규명하기 위해 제작한 시험장치를 이용하여 피복관(clad tube)의 진동특성실험과 유한 요소 해석을 수행하였다. 모드시험(Modal Testing)은 현재 상용 핵연료봉(튜브)을 대상으로 수행되었으며, 유한 요소 해석 모델을 개발하여 해석 결과와 시험 결과를 비교 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제27권2호
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• pp.231-238
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• 2003

The fuel of light water reactor is used for several years under high temperature and pressure, so it needs to be clad with high corrosion resistance material. The cladding materials must have the characteristics of low absorption of a neutron and high corrosion resistance. Zircaloy-2 in Boiling Water Reactor, Zircaloy-4 in Pressurized Water Reactor have been used as cladding materials and Zirlo has been developed as the material for preventing the corrosion. If the fracture of the cladding tube occurs during operation, it will cause the economic loss to shut down and replace the system. So it is needed to evaluate the integrity of the cladding materials. In this paper, the tensile characteristics of the cladding materials were investigated for the basic research of fracture characteristics. Also the residual stress was analyzed to compare the tube type(original type) specimen and the flattened type specimen.

• 한국세라믹학회지
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• 제50권2호
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• pp.122-126
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• 2013

The surface roughness of the inner and outer surfaces of a tube is an important requirement for nuclear fuel cladding. When an inner SiC clad tube, which is considered as an advanced Pressurized Water Cooled Reactor (PWR) clad with a three-layered structure, is fabricated by Chemical Vapor Deposition (CVD), the surface roughness of the substrate, graphite, is an important process parameter. The surface character of the graphite substrate could directly affect the roughness of the inner surface of SiC deposits, which is in contact with a substrate. To evaluate the effects of the surface roughness changes of a substrate, SiC deposits were fabricated using different types of graphite substrates prepared by the following four polishing paths and heat-treatment for purification: (1) polishing with #220 abrasive paper (PP) without heat treatment (HT), (2) polishing with #220 PP with HT, (3) #2400 PP without HT, (4) polishing with #2400 PP with HT. The average surface roughnesses (Ra) of each deposited SiC layer are 4.273, 6.599, 3.069, and $6.401{\mu}m$, respectively. In the low pressure SiC CVD process with a graphite substrate, the removal of graphite particles on the graphite surface during the purification and the temperature increasing process for CVD seemed to affect the surface roughness of SiC deposits. For the lower surface roughness of the as-deposited interlayer of SiC on the graphite substrate, the fine controlled processing with the completed removal of rough scratches and cleaning at each polishing and heat treating step was important.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권2호
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• pp.88-104
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• 1988

이차원의 유한요소법을 이용하여 axisymmetric R-$\theta$system으로 나누어서 정상과 부하추종 운전시에 핵연료 페렛트와 피복관의 열역학적 거동을 분석하기 위해서 FURA전산코드를 개발하였다. 온도분포와 내부압력을 정확히 계산하기 위해서 페렛트와 피복관의 변형과 핵분열의 기체방출을 전체 핵연료봉 길이로 고려하였다. 열역학적 평 형방정식을 얻기 위해서 Galerkin's Technique과 가상일의 원리를 사용하였고 역학적 해석을 위해서 탄성-소성, 크리프뿐만아니라 스엘링, 재배열, 고밀화 현상등을 고려하였다. 기하학적 모델에서는 4-결점 요소라 페레트 길이의 1/2만을 택하였다. 비선형식을 안정하게 해석하기 위해서 음해법을 도입하여 뉴튼-랩손 반복법을 적용하였다 이 코드의 검증은 해석해와 실험데이타로 비교하였다. 핵연료봉의 일반적인 거동은 axisymmetry system으로 계산하였고 균열된 페레트에 접촉하는 피복관의 거동은 R-$\theta$system을 사용하였다. 부하추종에 의한 피복관의 변형시효의 민감도는 출력율, 진동수, 진폭등으로 비교하였다.